CN102220520B

CN102220520B - 一种核反应堆燃料包壳用锆合金

Info

Publication number: CN102220520B
Application number: CN2011101476736A
Authority: CN
Inventors: 翁立奎; 王荣山; 耿建桥; 王锦红; 张晏玮
Original assignee: China General Nuclear Power Corp; Suzhou Nuclear Power Research Institute Co Ltd
Current assignee: China General Nuclear Power Corp; Suzhou Nuclear Power Research Institute Co Ltd
Priority date: 2011-06-02
Filing date: 2011-06-02
Publication date: 2013-01-16
Anticipated expiration: 2031-06-02
Also published as: CN102220520A

Abstract

本发明公开了 一种 核反应堆燃料包壳用锆合金 ，以所述锆合金的总重量为基准，所述锆合金由如下组分组成： Nb0.3% ～ 0.5% 、 Sn0.2% ～ 0.5% 、 Fe0.05% ～ 0.3% 、 Cr0.05% ～ 0.2% 、 O0.09% ～ 0.16% 、 C≤100ppm 、 N≤80ppm 以及 Zr 余量，其中， Sn 与 Fe 总含量小于等于 0.7% ； Fe 与 Cr 总含量大于等于 0.2 。 本发明对已有锆合金配方进行优化设计，使得在Sn含量较小时，仍然具有优异的抗腐蚀性和良好的力学性能 。

Description

一种核反应堆燃料包壳用锆合金

技术领域

本发明涉及锆合金材料领域，尤其是涉及一种能用作轻水核电厂核反应堆堆芯中的燃料棒包壳材料的耐腐蚀锆合金。

背景技术

锆的热中子吸收截面非常小，并具有良好的耐高温水腐蚀性能和力学性能，因此在水冷核反应堆中锆合金被广泛用作燃料棒的包壳材料和核反应堆芯的结构元件。随着核动力反应堆技术朝着提高燃料燃耗和降低燃料循环成本、提高反应堆热效率、提高安全可靠性的方向发展，对关键核心部件燃料元件包壳材料锆合金的抗腐蚀性能、吸氢性能、力学性能及辐照尺寸稳定性等性能提出了更高的要求。燃料元件在服役条件（辐照、高温、高压及复杂的应力）下，要发生蠕变和疲劳。蠕变性能是锆合金在水冷动力堆中工作时要考虑的重要问题之一，国内外对锆合金的蠕变进行了大量的研究。在上世纪60年代早期开发出的锆合金如Zr-4合金，其在反应堆工作温度下具有优异的机械强度、抗蠕变性、热传导性和低的中子吸收截面，并且广泛地使用至今。由于常规Zr-Sn系的Zr-4合金所能满足的核电站燃料的燃耗设计值通常为33GWd/tU，因此，为了满足高燃耗及长寿命堆芯的要求，一方面，从20世纪70年代以来许多国家都开展了改善Zr-4合金的腐蚀性研究，另一方面研究性能更好的新型锆合金，新型锆合金的开发倾向于减少或消除锡(Sn)的含量，其中最突出的成果是发展了低锡Zr-4合金，或称之为优化Zr-4合金，设计燃耗可达45GWd/tU。

中国发明专利申请200810084446.1公开了用于核反应堆的锆基合金，其中公开了一种合金组份如下： Sn 0.65%～1.2%；Nb 0.2%～0.45%、Fe 0.2%～0.4%、Cr 0.01%～0.2%、O 0.06%～0.15%， V 0.002%～0.2%，C 0.012～0.015%，N0.006%～0.008%以及余量为Zr。该锆合金具有优良的耐均匀和疖状腐蚀性能，具有较高的抗蠕变和疲劳性，具有抗辐照生长性能。该合金虽然具有上述的优点，但是锡含量仍然较高。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是克服现有技术的不足，提供一种锡含量更低的核反应堆包壳材料用锆合金，其具有优良的抗腐蚀性和良好的力学性能。

为解决以上技术问题，本发明采用的技术方案是：

一种核反应堆燃料包壳用锆合金，以所述锆合金的总重量为基准，所述锆合金由如下组分组成：Nb 0.3%～0.5%、Sn 0.2%～0.5%、Fe 0.05%～0.3%、Cr 0.05%～0.2%、O 0.09%～0.16%、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量，其中，Sn与Fe总含量小于等于0.7%；Fe与Cr总含量大于等于0.2。

优选地，按重量份计，所述锆合金的组成为：Nb 0.4%、Sn 0.4%、Fe 0.1%～0.2%、Cr 0.1%、O 0.09%～0.16%、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。

更优选地，所述锆合金的组成为：Nb 0.4%、Sn 0.4%、Fe 0.2%、Cr 0.1%、O 0.09%～0.16%、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。

上述合金配方中，C和N为从原料中带来的不可避免的杂质，本领域的一般技术人员应当了解，上述合金配方中可能还包括的一些从原料中带来的其它不可避免的杂质成分，这些杂质成分以不可避免的量存在时不会对本发明锆合金造成不利影响。

本发明与现有技术相比具有以下优点：本发明对已有锆合金配方进行优化设计，使得在Sn含量较小时，仍然具有优异的抗腐蚀性和良好的力学性能。

具体实施方式

下面结合具体的实施例对本发明做进一步说明，但本发明不限于以下实施例：

将Nb、Sn、Fe、Cr以中间合金的形式与核级海绵锆按质量百分比配料混合并压制成电极，采用真空自耗电弧炉进行三次熔炼制成合金锭。铸锭经过900℃~1020℃锻造加工；再经990℃~1020℃β相区固溶并淬火；再经热轧、多次冷轧、中间退火及最终退火等工序制得相应成分的锆合金板材。

将本发明的七种典型成分的锆合金板材及低锡Zr-4合金板材进行腐蚀性能试验。腐蚀试验在高压釜中进行，腐蚀条件为400℃、10.3MPa去离子水蒸汽以及360℃、18.6MPa水蒸气，腐蚀试验时间均为100天，表1给出了该7种锆合金的化学成分。表2列出了本发明实施例在上述两种腐蚀条件下的腐蚀增重。作为对比，低锡Zr-4合金的相同试验条件的试验数据也同样在表2中列出。

表1 实施例1至7的锆合金组成

表2 实施例1-7锆合金板材与低锡Zr-4合金150天腐蚀试验

从表2的数据可以看出，本发明锆合金与已有的低锡Zr-4合金相比，具有更低的腐蚀速率和优异的腐蚀性能。此外，本发明锆合金还显示了优异的焊接特性等力学性能，可以用作核反应堆堆芯燃料棒的包覆层，格栅以及其它结构件材料。

上述实施例只为说明本发明的技术构思及特点，其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据以实施，并不能以此限制本发明的保护范围。凡根据本发明精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本发明的保护范围之内。

Claims

1.一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于：以所述锆合金的总重量为基准，所述锆合金由如下组分组成：Nb 0.3%～0.5%、Sn 0.2%～0.5%、Fe 0.05%～0.3%、Cr 0.05%～0.2%、O 0.09%～0.16%、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量，其中，Sn与Fe总含量小于等于0.7%；Fe与Cr总含量大于等于0.2。

2.根据权利要求1所述的核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于：按重量份计，所述锆合金的组成为：Nb 0.4%、Sn 0.4%、Fe 0.1%～0.2%、Cr 0.1%、O 0.09%～0.16%、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。

3.根据权利要求2所述的核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于：按重量份计，所述锆合金的组成为： Nb 0.4%、Sn 0.4%、Fe 0.2%、Cr 0.1%、O 0.09%～0.16%、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。